Humberto Vitor Soares

Patrícia Amélia de Lima Reis

Tópicos• INTRODUÇÃO

Aspectos gerais da energia nuclear Elemento urânio Urânio como combustível nuclear Indústrias Nucleares do Brasil- INB Reservas de urânio no mundo e no Brasil

• CICLO DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR Mineração e beneficiamento Conversão do urânio Enriquecimento Reconversão Fabricação do combustível Queima no reator Reprocessamento Gerenciamento de Rejeitos Deposição final

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IntroduçãoA energia elétrica de origem nuclear é obtida a partir do calor gerado por umareação nuclear (fissão) do combustível (urânio).

Utilizando-se o princípio básico de funcionamento de uma usina térmicaconvencional que é sempre igual:

A queima do combustível convencional produz calor que ferve a água deuma caldeira transformando-a em vapor. O vapor movimenta uma turbina que, por sua vez, dá partida a umgerador que produz a eletricidade.

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Conteúdo energético dos principais combustíveis

Combustível Pode produzir cerca de

1 kg de madeira 2 kwh

1 kg de carvão 3 kwh

1 kg de óleo 4 kwh

1 m3 de gás natural 6 kwh

1 kg de urânio natural (Usina nuclear com reator do tipo PWR)

60.000 kwh

Fonte: International Nuclear Societies Council, Report on nuclear power.

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Comparação de custo entre centrais térmicas

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Emissões de gases por centrais térmicas

Emissão de CO2 por kw.h de energia elétrica gerada

Caso todas as usinas a carvão fossem substituídas por usinas nucleares deixariam de chegar a atmosfera cerca de 5 bilhões de toneladas de CO2/ ano.

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Geração de energia elétrica por tipo de combustível no mundo (2006)

Fonte: IEA, 20087

Urânio

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• O elemento químico urânio é um metal encontrado em formações rochosas da crosta terrestre, aparecendo como constituinte da maioria da rochas.

• Não tem uma cor característica, pode ser amarelo, marrom, ocre branco, cinza... as muitas cores da terra.

O minério urânio

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Combustível nuclear: Urânio

O urânio figura como fonte primária da matriz energética mundial desdemeados dos anos 60.

O urânio extraído não chega a usina em estado puro. Pelo contrário:passa por um processo bastante complexo.

O processo completo de utilização do urânio abrange ainda a destinaçãodo material utilizado.

A extração do urânio não é a única forma para obtenção do combustívelutilizado nas centrais nucleares.

Existem também as fontes secundárias, compostas por: material obtidocom a desativação de artefatos bélicos; estoques civis e militares;reprocessamento do urânio já utilizado e sobra do material usado noprocesso de enriquecimento.

Em 2006, segundo a IEA, o urânio extraído das reservas respondeu por54% da energia nuclear produzida no mundo. O restante veio de fontessecundárias. 12

Reservas mundiais de urânio recuperáveis de baixo custo: US$ 80 / kg U

309000 toneladas: 6ª maior reserva mundial

Fonte: OECD NEA & IAEA, Uranium 2007: Resources, Production and Demand ("Red Book").

30 reatores em operação por 35 anos!

Reserva de Urânio no mundo

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• As Indústrias Nucleares do Brasil atuam na cadeia produtiva do urânio, damineração à fabricação do combustível que gera energia elétrica nas usinasnucleares.

• Vinculada ao Ministério da Ciência, Tecnologia e Inovação, a INB temsua sede na cidade do Rio de Janeiro e está presente nos estados da Bahia,Ceará, Minas Gerais, Rio de Janeiro e São Paulo.

• Apenas a INB é autorizada pelo Governo Federal a extrair e processar ourânio e demais minerais radioativos.

INB- Caldas- MG INB- Caetité- BA INB- Itataia- CE 14

Depósitos e instalações da INB

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• O Brasil possui uma das maiores reservas mundiais de urânio o que permite o suprimento das necessidades domésticas a longo prazo e a disponibilização

do excedente para o mercado externo.

• Trabalhos de prospecção e pesquisa mineral foram realizados em apenas 25% do território nacional.

Fonte: INB (2006)

Reservas de urânio no Brasil

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• Em 1998 o urânio começou a serexplorado em Caetité, na Bahia.

• Caetité possui 100 mil toneladas, volumesuficiente para abastecer o complexonuclear de Angra I, II e III por 100 anos.

• A Unidade de Concentrado de Caetitéproduz anualmente cerca de 400toneladas/ano de concentrado de urânio,o suficiente para abastecer as usinasAngra 1 e Angra 2.

• A produção brasileira de urânio começou em 1982, no município de Caldas,em Minas Gerais, onde uma reserva já conhecida, foi explorada durante 13anos, abastecendo a usina de Angra 1 e programas de desenvolvimentotecnológico.

• Com o avanço das prospecções geológicas, outras reservas foramdescobertas e, em 1995 a unidade da INB em Caldas encerrou a produção deurânio, entrando então na fase de descomissionamento.

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Recursos adicionais estimados (não conhecidos)

Fonte: INB (2006) 18

CICLO DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR

O Ciclo do Combustível Nuclear é o conjunto

de etapas do processo industrial que

transforma o mineral urânio, desde quando

ele é encontrado em estado natural até sua

deposição final.

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CICLOS DO COMBUSTÍVEL

CICLO ABERTOPrevê disposição do combustível

(Brasil, EUA, ...)

CICLO FECHADOAdmite reprocessamento do urânio(França, Bélgica, Inglaterra e Japão)

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Ciclo aberto

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Ciclo fechado

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Mineração e beneficiamento

• Na usina de beneficiamento o urânio é extraído do minério, purificado econcentrado sob a forma de um sal de cor amarela, conhecido como"yellowcake". No Brasil, tais atividades são desenvolvidas no município deCaetité, no Estado da Bahia.

• Durante a fase de extração e processamento do minério os níveis deradioatividade são permanentemente monitorados e controlados pelosórgãos reguladores.

Caetité- BritagemConcentrado de urânio- yelowcake

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Minério Triturado EstocadoAquecimento

(remover material orgânico)

Moído

LixiviaçãoFiltrosExtração do solvente

Precipitação Lavagem Centrifugação

Secagem

Estocagem em tambores de aço

H2SO4

NaClO3

(oxidante)

NH4Cl

Processo de beneficiamento do urânio

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Enriquecimento

Conversão

• A conversão do urânio - transformação do yellowcake - U3O8 emhexafluoreto de urânio - UF6 - é um conjunto de processos físicos equímicos que versam sobre a transformação de compostos de urânio ondeo UF6 é o produto final.

• O UF6 foi escolhido para ser utilizados nos processos de enriquecimento do urânio por suas propriedades especiais:

i. O UF6 é sólido a temperatura ambiente. ii. Com pequenas elevações de temperatura, o UF6 se torna gás

tornando-se ideal para os processos de enriquecimento.

Propriedades do UF6

Densidade do sólido 4,68 g/cm3

Densidade do líquido 3,63 g/cm3

Ponto de fusão (ponto triplo) 64,05 ºCPonto de ebulição (sublimação) 56,54 ºC

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USEXA- Unidade piloto de hexafloreto de urânio. Centro experimental Aramar- Sorocaba – SP.

Atualmente essa conversão é feita na CAMECO, no Canadá e, posteriormente o enriquecimento é realizado no consórcio europeu URENCO.

Cilindros de Hex de 30”

O UF6 forma cristais cinza na CNTP

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Enriquecimento

Enriquecimento

O urânio, como ocorre na natureza

compreende 2 isótopos principais 235U 0,711%238U 99,28%

Objetivo Aumentar a proporção de 235U de 0,711% para onível necessário

Somente o 235U é físsil

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Processos de enriquecimento são feitos no gás UF6.

Dentre os diversos métodos de enriquecimento de urânio somente 2processos são viáveis para a produção industrial:

Processo de Difusão Gasosa

Processo de Ultracentrifugação 32

Difusão gasosa

O principal processo de enriquecimento de urânio empregado pelosEstados Unidos é a difusão gasosa.

Em 1945, no complexo de Oak Ridge (K-25) foi obtido o urânio 235através de 3122 estágios. 33

Baseia-se no uso da diferença de velocidade das moléculas dosisótopos de urânio a uma mesma temperatura.

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A pequena diferença entre as velocidades de efusão do 235UF6

e 238UF6 nos diz que são necessários muitas barreiras de efusão (estágios) para o enriquecimento.

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A radioatividade não é um problema no processo de difusão gasosa, desde que o urânio é

predominantemente um emissor α. Então nenhuma blindagem especial é necessária.

O fator de separação α ~ 1.004

Problemas:

1. Complexidade (muitos estágios)2. Entupimento das barreiras com sólidos3. Vazamentos4. Eletricidade ~ 3MWh/SWU5. A concentração do urânio em componentes sólidos pode

causar a formação de massa crítica principalmente nosúltimos estágios de enriquecimento.

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ultracentrifugação

• A tecnologia de ultracentrifugação foi desenvolvida naAlemanha, durante a 2º Guerra Mundial.

Atualmente, menos de 10 países no mundo dominam estatecnologia, sendo o Brasil um deles.

• O Brasil vêm desenvolvendo está técnica desde o final dadécada de 70, a primeira ultracentrífuga foi construída em1982 e a primeira cascata 6 anos depois.

• As ultracentrífugas brasileiras empregam um sistema derotação diferente de outros países, que utilizam um sistemasustentado por mancal mecânico, enquanto o rotordesenvolvido no Brasil gira levitando por efeitoeletromagnético, o que reduz o atrito e, emconseqüêntemente, os desgastes e a manutenção.

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• Utilizando parte das instalações da Fábrica de Combustível Nuclear da INB, em Resende - RJ, encontra-se em implantação a primeira planta de enriquecimento isotópico de urânio, em escala industrial, constituída de cascatas de ultracentrífugas desenvolvidas e fornecidas pelo Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo (CTMSP).

• A primeira das dez cascatas foi inaugurada em 2006. Prevê-se para final de 2012 a conclusão da primeira fase do empreendimento, compreendendo o total de dez cascatas, que fornecerão a quantidade de urânio enriquecido para a produção de combustíveis nucleares para suprimento de 100% das necessidades do reator de ANGRA 1 e 20% de ANGRA 2.

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As centrífugas usam o princípio de que em um

cilindro, girando a alta velocidade , as forças

centrífugas tendem a comprimir as moléculas de gás

nas paredes do cilindro. As moléculas mais leves,

neste caso as de 235UF6, e com maior velocidade

tendem a se concentrar no centro.

Ultracentrifugação

Duas tubulações de saída recolhem o urânio, sendo

que numa delas segue o urânio que tiver maior

concentração de isótopos 235 (urânio enriquecido),

e na outra, o que tiver mais do isótopo 238

(chamado de subproduto).

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Como grandes quantidades de material enriquecido são

necessárias ao suprimento dos combustíveis nucleares, e a

produção por elemento separador é diminuta, utiliza-se

industrialmente o acoplamento de inúmeros elementos

separadores em paralelo, formando a configuração

conhecida como “estágio de separação”.

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O fator de separação α ~ 1.1 - 1.2

-

A separação isotópica na centrífuga é um processo termodinâmico reversível e o consumo de potência é muito menor do que no processo de difusão gasosa,

Eletricidade ~0,3 MWh/SWU

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A. Método Eletromagnético

• Utilizado no início do programa USA.

• Neste método, um feixe de íons deurânio passa através de um campomagnético transverso.

• Este separa o feixe dos íons deurânio, que passam a seguirtrajetórias dependendo de sua razãocarga/massa.

Existem outros métodos de enriquecimento do urânio que ainda não são usados na industria:

U235

U238

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B. Método Separation Nozzle (Processo Aerodinâmico)

Processo desenvolvido na Alemanha, Brasil, África do Sul, Holanda

A mistura de H2 (ou Hélio) eUF6 é forçada a entrar noorifício a pressões de 266 a2660 Pa.

A mistura de gasesexperimenta uma grandeaceleração centrífuga e semovendo através da fendacurva se espalha.

Dois caminhos são fornecidos:um para as moléculas leves eum para as pesadas.

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Técnicas Laser LIS (Laser Isotope Separation)

• A separação isotópica do urânio pode ser alcançada baseando-se no princípio de fotoexcitação. Tais tecnologias são:

• AVLIS Atomic Vapor Laser Separation

• MLIS Molecular Laser isotope Separation

• SILEX Separation of isotopes by Laser Excitation

Vem sendo desenvolvido pelos EUA a partir de 1985.

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Neste método, faz-se uso do espectro de absorção do vapor de urâniometálico. O princípio básico deste método é excitação seletiva de um átomousando um laser “tunable”.

Exemplo: Método AVLIS - (Atomic Vapor Laser Isotope Separation)

Esta excitação é seguida pela ionização dos átomos seletivamenteexcitados por outro laser. Devido ao laser ser altamente monocromático, osoutros isótopos não são envolvidos neste processo de excitação.

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Enriquecimento

Reconversão

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Reconversão é o retorno do gás UF6 ao estado sólido, sob a forma de pó de dióxido de urânio (UO2).

Após ser enriquecido, o UF6 é enviado em recipientes para a Fábrica de Combustível Nuclear (FCN) da INB, em Resende, RJ, onde é realizada a reconversão do UF6 em UO2.

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TCAU- Tricarbonato de amônio e uranila, sólido amarelo insolúvel em água.

UF6 aquecido a 100º C

H2O

U3O8

Etapas do projeto

Fonte: INB 48

Enriquecimento

Fabricação e montagem

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Fabricação de pastilhas de UO2

Fonte: INB 50

Projeto e fabricação do combustível nuclear

As duas principais imposições do combustível nuclear são: O combustível não deve alcançar a temperatura de fusão (2865º

C). Nenhum produto de fissão deve ser liberado para o refrigerante.

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Revestimento do combustível

• Previne a corrosão do combustível pelo refrigerante.

• Retém os produtos de fissão resultante da quebra do núcleo do urânio durante a geração de energia.

• Acomoda a mudança de volume do combustível.

• Transfere calor do combustível para o refrigerante.

O revestimento do combustível serve para as principais finalidades:

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Elemento combustível

• Um elemento combustível com 530 kg de urânio tem capacidade para osuprimento de energia elétrica a 42.000 residências médias durante um mês.

• Para fornecimento a um mesmo número de residências, em igual período,seriam necessárias cerca de 5.200 t de petróleo ou 13.000 t de carvão.

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Elemento combustível produzido pela INB

• Tecnologia Siemens/Areva.

• Conjunto possui 236 varetas combustíveis;

• 9 grades espaçadoras;

• 20 tubos guias;

• 1 tubo de instrumentação;

• 2 bocais (um inferior e um superior).

• Tecnologia Westinghouse.

• Conjunto possui 235 varetas combustíveis;

• 8 grades espaçadoras;

• 20 tubos guias;

• 1 tubo de instrumentação;

• 2 bocais (um inferior e um superior).

Elemento combustível para Angra 1 Elemento combustível para Angra 2

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Enriquecimento

Queima do combustível no reator

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06/06/2012 57

Aquisição do Novo Combustível

• As atividades necessárias para projetar, fabricar e transportar o combustívelsão iniciadas cerca de dois anos antes da parada da usina para recarga.

• Estas atividades envolve não apenas o grupo de gerenciamento decombustível, mas também o fabricante do combustível, a empresa queconverte U3O8 em UF6, a planta de enriquecimento, o grupo que revê oprojeto do combustível, o grupo que licencia o combustível.

• As paradas programadas nos reatores para reabastecimento de combustível ocorrem a cada 12 meses, aproximadamente, devido à duração do combustível nuclear.

• A cada recarga são trocados 1/3 do combustível e o restante é remanejado.

Usina nuclear de Angra 1 e 2

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Enriquecimento

Armazenamento

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• Combustível irradiado é o combustível que foi utilizado em reatores nuclearese não é mais capaz de sustentar a reação em cadeia.

• Combustível irradiado continua a gerar calor por causa do decaimentoradioativo dos elementos dentro do combustível. Apesar deste calor dedecaimento diminuir rapidamente no início, ele continua a ser gerado pormuitos anos depois de ser retirado do reator. Existem, por isto regulamentose técnicas para o manuseio e armazenamento deste combustível para garantira proteção do público e do meio ambiente.

2% Transurânicos (Pu, Np, Am, Cm) Meia vida longa, geração de calor, proliferação

5% produtos de fissão Geração de calor, meia vida longa

93% urânio volume de rejeito

• Objetivo : Permitir o decréscimo do calor de decaimento e manter o combustível irradiado em segurança na usina até o tempo de transporte.

• Soluções técnicas Piscinas na usina quando o calor de decaimento é

alto, a seguir encaminhados para depósitos secos.

Armazenado na piscina no prédio do reator

Armazenamento inicial :

I. A secoa. Em CASKS armazenados a céu abertob. Em CASKS abrigados em estruturas apropriadas

II. Em piscinas abrigadas em estruturasapropriadas

Dados Angra I Angra II Angra III

Data de início de operação das usinas 1985 2000 2014

Vida útil projetada em anos 60 60 60

N˚ de ECs no núcleo do reator 121 193 193

Capacidade da piscina do reator 1252 1084 1084

Total de combustível irradiado durante a vida útil das plantas (valor estimado) 8000

A Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto será dotada de instalação específica externa às usinas para estocagem de elementos combustíveis das usinas Angra I,

Angra II e Angra II, ao longo da vida útil destas unidades.

Técnicas de Reprocessamento

Ciclo do Combustível - Urânio Usina nuclear de 1000 MW de eletricidade em um ano

215 t

urânio

empobrecido

Queima do urânio-235

35 t combustível queimado

33.4 t urânio-238

0.3 t urânio-235

0.3 t plutônio

1.0 t produtos de fissão

800.000 t de minério

250 t urânio natural

35 t urânio

enriquecido

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Combustível de urânio com baixo enriquecimento

95.6 % U-238

4.4% U-235

Combustível gasto

0.8% U-2351.2% Pu5.4% produtos de fissão

Composição do combustível novo e gasto

92.6% U-238

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Reprocessamento

• Objetivo

– Recuperar U, Pu para serem utilizados como combustível

– Converter os rejeitos radioativos em formas adequadas paraarmazenamento seguro

• Reprocessamento é caro, não sendo economicamente viável amenos que o preço do urânio aumente 10 vezes (ou que oarmazenamento seja muito mais caro ou impossível).

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• O ciclo do combustível fechado é constituido por seis etapas básicas

• Ciclo Fechado Presença de reprocessamento e posterior

reutilização do material recuperado

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• Tipos de Reprocessamento:

» PUREX

» CHELOX

» AIROX

» Coprocessamento

» UREX

» GANEX

• Envolvem diferentes formas de recuperação e reutilização de materiais físseis presentes em combustíveis irradiados

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Reprocessamento PUREX

Pu – U - Recovery - EXtraction

• Ciclo baseado no reprocessamento do combustível irradiado e na fabricaçãodo novo combustível misto – MOX (Mixed-Oxide).

• O método PUREX realiza a extração e purificação dos óxidos de urânio eplutônio através da técnica de extração por solvente.

• A seguir os dois produtos são tratados separadamente para atingir o grau depureza desejado

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Reprocessamento PUREX

O óxido de Plutônio puro é entãoenviado para a usina de fabricação deMOX onde é misturado com UO2 combaixo grau de enriquecimento parareduzir o alto nível de isótopos físseispresentes no PuO2 (>60%) ao teor deenriquecimento desejado.

O óxido de urânio utilizado para istopode ser o urânio natural, urânioreprocessado ou urânio proveniente dofluxo empobrecido das plantas deenriquecimento (0,2 – 0,3%) de 235U.

Não são necessárias modificações noprojeto do reator alimentado com UO2

para adaptá-lo ao MOX, apenas ajustespara compensar pequenos distúrbioscausados pela mudança do espectroneutrônico para energias mais altasacarretada pela presença de maiorquantidade de plutônio.

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Conclusões

I. O ciclo do combustível nuclear é um sistema complexo, cobrindoprocessos que vão desde a mineração do urânio até ogerencimento de rejeitos radioativos.

II. Existem duas opções básicas para o ciclo do combustível:a. Ciclo aberto ,b. Ciclo fechado.

Atualmente o ciclo aberto é o mais usado por causa do baixopreço do urânio.

III. Para cada etapa do ciclo do combustível, existem soluçõestécnicas utilizadas pela industria nuclear. Frequentemente,múltiplas soluções para o mesmo problema. Existem opçõestecnológicas para a mineração, geração de potência eenriquecimento.

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IV. Existem soluções para o problema da disposição final dos rejeitosnucleares. Estas soluções tem características específicas pararejeitos radioativos de baixo e de alto nível de radiação.

V. A quantidade de materiais circulantes no ciclo do combustívelnuclear é significantemente menor que nos ciclos decombustíveis fósseis; entretanto, materiais nucleares,(combustível e rejeitos) necessitam de um tratamento maisextensivo.

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Obrigado pela atenção!